Detailed computational models for nuclear criticality analyses on the first startup cores of NSRR: A TRIGA annular core pulse reactor

柳澤 宏司; 求 惟子

JAEA-Research 2025-001, 99 Pages, 2025/06

JAEA-Research-2025-001.pdf:1.98MB

中性子吸収棒の反応度価値に関する安全検査データのより深い理解と反応度価値の測定技術の向上のために、TRIGA-ACPR(環状炉心パルス炉)に分類されるNSRR(原子炉安全性研究炉)の初回起動炉心の臨界解析用詳細計算モデルを作成した。本モデルの形状、材料、運転データの誤差から伝播する中性子実効増倍率(keff)の不確かさを、最新の核データライブラリJENDL-5及び旧版のJENDLライブラリとMVP第3版コードを用いて詳細に評価した。その結果、本モデルにおけるkの全体的な不確かさは、0.0027から0.0029kの範囲と評価した。本モデルは、TRIGA-ACPRのkのベンチマークとして利用されることが期待される。さらに、全体的な不確かさは、NSRRで測定された吸収棒価値よりも十分小さいことを確認した。よって、本モデルはNSRRにおける吸収棒反応度価値に関する今後の解析にも適用できる。

Nuclear heating and damage data in JENDL-5 neutron ACE library

今野 力

JAEA-Conf 2024-002, p.80 - 85, 2024/11

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2024-002

2022年12月にJENDL-5の公式のACEファイルが公開された。JENDL-5の中性子ACEファイルは主にFRENDYコードで作成されたが、核発熱、損傷に関するデータ(発熱数、損傷生成エネルギー)はJENDL-5用に修正されたNJOY2016.65が使われた。本発表では、NJOY2016.65の修正点、JENDL-5の中性子入射ACEファイルに入っている核発熱、損傷データについて説明する。

JENDL-5 benchmarking for advanced test reactor for preparing burnup analysis using isotopic data from HTGR type fuel irradiation tests

沖田 将一朗; 青木 健; 深谷 裕司; 橘 幸男

Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 5 Pages, 2024/11

https://doi.org/10.1115/ICONE31-131748

We have been developing a methodology for nuclide production and annihilation and decay heat evaluations for High Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs). We are planning to perform validation of the evaluation method with isotopic composition data obtained from HTGR type fuel irradiation tests (AGR tests) performed at the Idaho National Laboratory. As a first step of this plan, preliminary validation of a calculation code and a nuclear data library to be used in the evaluation methodology should be conducted. We made a calculation model of the Advanced Test Reactor (ATR) with a continuous-energy Monte Carlo code MVP-3 and the latest nuclear data library in Japan JENDL-5 on the basis of a calculation input for another Monte Carlo code MCNP5 documented in the International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments (IRPhE). We also calculated effective multiplication factors and relative power densities for the ATR calculation model. As a result of comparison with measured values reported in the IRPhE handbook, the JENDL-5 and the calculation model built with MVP-3 shows an enough calculation accuracy in the ATR. Our results will help us to perform our planned validation of our nuclide production and annihilation and decay heat evaluation methodology with the AGR test data.

A Preliminary uncertainty analysis of PWR depletion numerical test problem on OECD/NEA/NSC LWR-UAM benchmark phase II based on JENDL-5

藤田 達也

Proceedings of Best Estimate Plus Uncertainty International Conference (BEPU 2024) (Internet), 14 Pages, 2024/05

OECD/NEA/NSC LWR-UAMベンチマークフェーズIIにおけるPWR燃料集合体体系の燃焼計算問題の不確かさ解析について、JENDL-5に基づき予備検討を実施した。集合体無限増倍率及び核種インベントリの不確かさを定量化するため、ランダムサンプリング法を用いて核反応断面積(XS)、核分裂生成物収率(FPY)、崩壊定数及び崩壊分岐比をランダムに摂動させ、SERPENT 2.2.1の計算を複数回実施した。ACEファイル中のXSについては、NJOY2016.72で生成した56群共分散行列を用いて、FRENDY 2.02のACEファイル摂動ツールにより摂動させた。独立FPYの摂動量は、JENDL-5で整備されているFPY共分散行列を用いて評価し、摂動後の累積FPYは独立FPYと累積FPYの関係から再構築した。崩壊定数は核種ごとに独立に摂動させた。崩壊枝比の摂動については、事前に一般化最小二乗法を適用して共分散行列を生成し、これに基づいて独立FPYと同じ手順でランダムに摂動した。概して、崩壊データによる影響はXSやFPYの不確かさによる影響よりも一桁小さかった。集合体無限増倍率と超ウラン核種のインベントリの不確かさについては、XSの不確かさによる影響が支配的であり、FPYと崩壊データの不確かさによる影響は1桁から数桁小さかった。一方、核分裂生成物(FP)核種のインベントリの不確かさについては、FPYの不確かさによる影響はXSの不確かさによる影響とほぼ同じか、それよりも大きかった。また、XSとFPYのいずれの不確かさによる影響が支配的かどうかはFP核種によって異なることが確認された。FP核種のXSの不確かさによる影響については、JENDL-5では整備されていないことから本論文では考慮されていないため、今後の研究で議論される予定である。

Generation and verification of ORIGEN and ORIGEN-S activation cross-section libraries of JENDL-5 and JENDL/AD-2017

今野 力; 河内山 真美; 林 宏一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00386_1 - 23-00386_11, 2024/04

https://doi.org/10.1299/mej.23-00386

放射化計算コードORIGENとORIGEN-Sの放射化断面積ライブラリがJENDL-5とJENDL/AD-2017から作成された。200群と48群のORIGEN放射化断面積ライブラリはAMPX-6コードで作られ、199群のMAXSフォーマットのORIGEN-S放射化断面積ライブラリはPREPRO2018コードで作られた。作成されたORIGENとORIGEN-Sの放射化断面積ライブラリを検証するため、JPDR放射化計算が行われた。作成した放射化断面積ライブラリとコード付属の放射化断面積ライブラリを用いたORIGEN計算結果、200群と48群のORIGEN計算結果、ORIGENとORIGEN-Sの計算結果、等の比較を行い、計算結果の多くの違いは20%以下で、作成した放射化断面積ライブラリに問題がないことを確認した。

Processing of JENDL-5 photonuclear sublibrary

今野 力

JAEA-Conf 2023-001, p.143 - 146, 2024/02

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2023-001

MCNP6.2, PHITS3.27で使うことができる光核サブライブラリのACEファイルを作成できるようにNJOY2016.67を修正し、JENDL-5の光核サブライブラリのACEファイルを作成した。作成したライブラリを使って簡単なテスト計算を行い、作成したライブラリに問題がないことを確認した。

JENDL-5 benchmarking for fission reactor applications

多田 健一; 長家 康展; 谷中 裕; 横山 賢治; 沖田 将一朗; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 中山 梓介

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.2 - 22, 2024/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2197439

日本の新しい評価済み核データライブラリJENDL-5が2021年12月に公開された。本論文は、核分裂炉に対するベンチマーク計算によりJENDL-5の妥当性を実証するものである。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP、MCNP及び決定論コードMARBLEを用いて実施された。ベンチマーク計算結果より、核分裂炉に対するJENDL-5の計算精度が、以前のJENDL-4.0に比べて改善されていることが分かった。

Impact of nuclear data revised from JENDL-4.0 to JENDL-5 on PWR spent fuel nuclide composition

渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1386 - 1396, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2201603

使用済み燃料の核種組成を計算する燃焼計算は核データに大きく依存する。日本における最新の評価済み核データJENDL-5では多くの核種がJENDL-4.0から修正されており、その修正は燃焼計算に影響を及ぼす。本研究では、燃焼計算におけるJENDL-5の妥当性を確認した。検証には高浜3号機のPIEデータを使用した。JENDL-4.0からJENDL-5への例えば断面積や核分裂収率等のパラメータ変更が核種組成に与える影響を定量的に調査した。計算の結果、JENDL-5はJENDL-4.0と同程度の性能を有することがわかった。また計算結果から、アクチニド核種の断面積、核分裂収率、HO中の水素の熱中性子散乱則データの変更がPWR使用済燃料の核種組成に影響を与えることが明らかになった。

Molecular dynamics analysis of reactor graphite for preparing thermal neutron scattering law

沖田 将一朗; 後藤 実

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

The recently released JENDL-5 and ENDF/B-VIII.0 have adopted porosity-dependent thermal neutron scattering law (TSL) data for reactor graphite, and they improve neutronic calculation accuracy of criticality for graphite-moderated cores. Currently, we can only handle neutronic calculations for three graphite porosities of 0%, 10%, and 30%. The uncertainties associated with the difference between the porosity of actual reactor graphite (20%) and the porosity remains. Toward the future update of JENDL-5, we are planning to preparing new TSL data of reactor graphite. As a first step, it is essential to evalute phonon density state distribution of reactor graphite. In this study, in order to evalute it, molecular dynamic (MD) analysis is performed for three MD models: ideal crystalline graphite (Ideal model), 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore (Monoatomic random model), and 20%-porous reactor graphite with atomic cluster random pore (Cluster random model). The ideal crystalline graphite is modeled without any pores for reference. The 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore is modeled by randomly removing atoms from the ideal crystalline graphite. The 20%-porous reactor graphite with cluster random pore is modeled by randomly removing atomic clusters of approximately 2 nm in diameter from the ideal crystalline graphite. Their interatomic interactions are on the basis of Reactive Empirical Bond Order (REBO) potential. Velocity autocorrelation functions and phonon density of states distributions are calculated for these models. For validation, specific heat for each model is evaluated, and they are compred with experimental values.

JENDL-5 benchmark test for shielding applications

今野 力; 太田 雅之*; 権 セロム*; 大西 世紀*; 山野 直樹*; 佐藤 聡*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1046 - 1069, 2023/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2164372

JENDL委員会Shielding積分テストWGの下で、遮蔽分野でのJENDL-5の妥当性が検証された。この検証では次の実験が選ばれた。JAEA/FNSでの体系内実験、大阪大学OKTAVIANでのTOF実験、ORNLでのJASPERナトリウム実験、NISTでの鉄実験、QST/TIARAでの遮蔽実験。これらの実験をMCNPと最新の核データライブラリ(JENDL-5, JENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3)を用いて解析した。その結果、JENDL-5はJENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3と同等かそれ以上に良いことがわかった。